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저자정보
김성식 (국가핵융합연구소) 윤시우 (국가핵융합연구소)
저널정보
한국산업응용수학회 한국산업응용수학회 학술대회 논문집 KSIAM 2009 Spring Conference
발행연도
2009.5
수록면
109 - 112 (4page)

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토카막은 핵융합을 목적으로 고온의 플라즈마를 생성시키고 토러스 형태의 폐자속면 구조를 이용해 하전입자들을 가두는 장치이다. 이때 폐자속면이 장치 내벽에 접하게 되면 난류수송현상 등에 의해 빠져나오는 고에너지 입자들이 내벽을 직접 쳐서 손상을 주기 때문에 최외곽 폐자속면과 내벽을 보통 수 cm 이상 띄어 놓는다. 그리고 그 사이에 존재하는 자속면은 열려있는 자장 구조로 만들어 디버터(divertor)라는 장치에 닿게 만든다. 디버터는 결국 토카막 노심에서 빠져 나온 입자와 열속을 처리하는 역할을 하게 되는데, 보통 열속에 매우 강한 탄소계 재료나 텅스텐을 사용하여 만든다. 현재 국제공동으로 건설 중인 ITER나 상용핵융합로 전단계인 DEMO와 같이 대량의 핵융합 에너지가 발생되어 나오는 장치에서는 헬륨 및 연소 플라즈마 에너지의 상당 부분을 디버터로 처리해야 하는데, 디버터가 견딜 수 있는 최고 열속은 정상상태의 경우 5MW/㎡ 정도이다. 디버터에 가해지는 열속을 원하는 수준 이하로 제어하기 위해서는 플라즈마 중심에서 디버터로 빠져 나온 입자들의 수송과정을 해석하고 방전조건과 장치구조에 따라 열속과 유량을 예측할 수 있는 전산모사 기술이 필요하다. 본 연구에서는 ASDEX-Upgrade, C-Mod와 같은 토카막 장치에서 디버터 플라즈마 해석 모델링 코드로 쓰고 있는 B2 코드를 사용하여 KSTAR 토카막 디버터 플라즈마에 대한 유체 전산모사를 수행하였다. B2 코드에 사용된 유체 모델과 수치기법들을 소개하고, KSTAR 토카막 방전조건별로 계산된 디버터 열속, 탄소불순물에 의한 열속 제거, 표류운동에 의한 열속 감쇄에 대한 계산결과들을 보여준다.

목차

요약
플라즈마 유체 방정식
전산모사 결과
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